地坑滤网化学效应研究方案比较和进展

刘泽军，张 弛，刘 宇，赵丹妮

（环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）

地坑滤网化学效应研究方案比较和进展

刘泽军，张 弛，刘 宇，赵丹妮

（环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）

本文从核电厂安全壳地坑滤网化学效应研究的必要性出发，介绍了国外近期的相关研究状况，并就国内某研究院针对国内典型核电机组地坑滤网化学效应的试验方案与国际上的相关方案进行比较，在试验与核电厂的适应性上进行了多方面分析，并对试验的结论给出了正面评价并对后续核安全相关工作提出了具体建议。

地坑滤网；化学效应；试验；核电厂；核安全

核电厂安全壳地坑的基本功能是收集事故后的冷却剂与喷淋溶液，为应急堆芯冷却系统（ECCS）再循环阶段提供水源。为防止大的碎片或杂物被吸入应急堆芯冷却系统回路而影响其安全运行，在安全壳地坑部位设置了滤网。

在早期核电厂安全壳地坑滤网设计中，假设地坑滤网堵塞率不会超过50%并将其作为地坑滤网的设计基准。按此基准设计，经过计算研究，对于单个90万千瓦的机组需设置约40m2的地坑滤网。但是近年来国际核电业界的广泛研究及多起运行事件证明：核电厂早期设计中对冷却剂丧失等事故条件下的地坑滤网的堵塞情况估计不足，存在重大安全风险。美国核管会（NRC）率先针对地坑滤网堵塞问题进行了一系列研究，结果表明地坑滤网堵塞对堆芯损坏频率的贡献较大［1，2］。

安全壳地坑滤网的堵塞问题得到了国际核电业界的普遍关注，许多国家纷纷开展相关研究，并发布相关安全规定或指令，要求对沿用早期设计概念的安全壳地坑滤网进行失效风险评价或实施改进。2004年，美国核管会修改了相关安全监管规定，并要求压水堆核电厂许可证持有人必须在2007年底完成地坑滤网性能评价和有关改造［2，3］。参照美国经验，法国核安全监管当局（ASN）对法国电力集团（EDF）提出了类似要求，并计划于2009年底完成全部地坑滤网改造。根据国外的改造经验，一般而言，改造后的地坑滤网面积比原来增大10倍以上。

根据国外进展，结合我国核电发展趋势，中国国家核安全局（NNSA）2012年要求国内新开工的核电项目密切跟踪国外核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题的研究情况，并及时进行国内核电厂安全壳地坑滤网的改进工作［4］。在此背景下，国内相关核电公司先后启动了安全壳地坑滤网改进研究工作，相关研究院分别从当时在建的岭澳二期和秦山二期扩建项目入手，完成了安全壳地坑滤网上游分析并在以后新建的机组中采用新的设计，完成了滤网改进，目前运行机组的相关工作尚在继续推进中［5］。

在发生大破口失水事故（LBLOCA）或主蒸汽管道破裂事故（MSLB）时，安全壳内的结构材料和保温材料在冷却剂和喷淋液的冲刷和浸泡下，可能腐蚀溶解。这些被溶解的物质由于温度、压力及化学条件的变化或者与其他物质的反应，可能会生成某些化学产物并析出，会堵塞碎片床的空隙，进而会影响地坑滤网压降，由这些化学产物对地坑滤网性能产生的影响称为化学效应［6］。因此在进行安全壳地坑滤网性能评价时，化学效应研究是一项重要内容，需考虑这些化学产物带来的影响，特别是化学产物会在碎片床上沉积而可能导致滤网及堆芯的压损进一步增加。由于事故后安全壳地坑中的环境非常恶劣，化学效应的反应机理也非常复杂，因此化学效应很难通过理论计算进行评价。目前，国际上通行的化学效应评价方法均为试验评价。

1 国内外地坑滤网化学效应研究简介

美国、法国和德国等核电技术强国对于地坑滤网化学效应的研究已经开展数年，其中尤以美国的研究内容广泛深入，基础性强，其他国家的方案大都与美国的方案类似或有所改进。

1.1 美国

为了确认化学效应是否会对滤网堵塞产生严重影响，2003年新墨西哥大学的洛斯阿拉莫斯国家试验室进行了试验室研究，美国核管会文件GL 2004-02明确要求化学效应分析应是分析的一部分［7］。

美国核废物管理分析中心（Center forNuclear WasteRegulatory Analyses）研究了各种金属材料的腐蚀速率以及混凝土和玻璃纤维在安全壳地坑环境中的析出速率。阿贡国家实验室（ANL）采用竖直试验回路研究了不同缓冲溶液中化学沉淀物对滤网压头损失的影响。

洛斯阿拉莫斯国家实验室和新墨西哥大学研究了30天内地坑环境中化学效应形成的化学沉淀物的特性和数量，即完整的化学效应影响试验（Integrated Chem icalEffects Test，简称ICET）。完整的化学效应影响试验方案最早是由美国核管会和核电工业界相关组织联合实行的试验研究计划，通过试验手段以确定：在典型冷却剂丧失事故后环境下可能产生的化学产物的种类和数量；在典型冷却剂丧失事故后环境下可能产生的化学沉淀物的种类和数量。

由于完整的化学效应影响试验试验方案为综合性的原型试验方案，并非针对某一核电厂的特性展开，因此在这些试验里使用了相当保守的方法以确定保温碎片的产生量。因此，完整的化学效应影响试验的试验结果被认为是过于保守的。为此美国压水堆业主联合会（PressurizedWater ReactorOwnersGroup，简称PWROG）根据完整的化学效应影响试验的试验的结果，研究了在不同温度、pH值条件下各种材料的溶解/腐蚀速率等，建立了化学效应生成物的分析模型并由此启动了对化学效应的全面评价工作，包括开展化学效应压损试验［8］。

1.2 法国

法国辐射防护与核安全研究院（IRSN）的化学效应评价方案主要是针对的是法玛通设计的典型压水堆核电厂，该方案同完整的化学效应影响试验方案类似，但是将滤网压损试验集成到一个综合试验中，属于完整的化学效应影响试验的优化升级方案。法国辐射防护与核安全研究院方案只进行一项长期的模拟冷却剂丧失事故后环境条件下的试验。法国辐射防护与核安全研究院试验发现，确实产生了化学效应，并伴随产生了地坑滤网压损的增加。

法国电力集团的化学效应试验方案与完整的化学效应影响试验的试验方案类似，试验考虑多种保温材料的混合。但电力集团的试验方案并没有将保温原材料放入喷淋液中浸泡，而是直接将化学产物碎片加入了试验回路中。值得注意的是，由于电力集团的核电厂安全壳内是限制使用铝材料的，因此在试验中，没有加入含铝的碎片。电力集团的化学效应试验发现，化学效应对于地坑滤网的压损没有影响。该方案的主要焦点集中在是否考虑铝元素的存在。

1.3 德国

德国核电工业界开展了一项针对德国核电厂的综合性试验方案，该试验方案可以一次完成碎片的生成、传输、化学沉淀、旁路和堆内堵塞等一系列的试验。但是德国核电厂的设计比较特殊，大都没有设置安全壳喷淋系统且不存在碱性化学添加剂，安全壳内铝材料也是限制使用的，因此德国阿海珐的方案仅适用于德国的核电厂，有一定的局限性。

1.4 国内某设计院

为验证国内某典型核电厂的化学效应的机理，探索核电厂化学条件对化学效应的影响、核电厂保温材料的化学效应行为机理，国内某设计院借鉴了美国及法国的相关试验经验并特设置了化学效应前期试验进行化学效应的机理研究，主要针对硅酸铝钠的生成、化学条件对硅酸铝钠溶解的影响、化学效应现象进行了相关的试验。在此基础上，该设计院进行了该典型核电厂的典型工况化学效应综合试验，从试验中探索化学效应对事故后安注系统和安全壳喷淋系统的可靠性的具体影响。

2 国内外相关方案的介绍和比较

由于法国采用了与美国完整的化学效应影响试验近似的方案，因此本文主要比较美国完整的化学效应影响试验方案和国内某研究院的试验方案，并开展相应的分析研究。

2.1 美国完整的化学效应影响试验方案

美国完整的化学效应影响试验方案属于原型性的试验方案，是一种机理性的试验方案，旨在得到核电厂各种类型的保温材料在不同的冷却剂丧失事故后冷却剂环境下的具体化学行为。完整的化学效应影响试验包含5项子试验，分别针对3种化学添加剂（氢氧化钠、磷酸三钠和四硼酸钠）及2种保温材料组成（100%保温棉、80%硅酸钙与20%保温棉混合物）的5种组合进行试验：

表1 完整的化学效应影响试验方案Table 1 ICET test project

对于每个组合情况，试验周期为30天，试验中通过ICP（光谱仪）和称重的方式观察沉淀和溶液的物质变化，主要检测在不同温度和pH值下包括铝片、硅酸钙溶液、纤维、粉末、保温棉等各种物质的变化。完整的化学效应影响试验发现，冷却剂丧失事故后化学效应的生成物主要受时间、溶液pH值及化学添加剂类型的影响。对于不同的添加剂类型，会生产不同的化学沉淀，因为每一种添加剂会产生不同的pH值效果，而决定生成沉淀数量的则是硅、钙和铝等元素的浓度。

美国压水堆业主联合会根据完整的化学效应影响试验的结果，研究了在不同温度、pH值条件下各材料的溶解/腐蚀速率等，建立了化学效应生成物的分析模型，启动了对化学效应的评价工作［9］。此项工作主要分为两部分：

（1）研究特定核电厂的化学生成物负荷，包括数量和种类。研究结论表明，根据特定核电厂的化学添加剂不同，化学效应沉淀物主要为氢氧化铝（A l（OH）3）、硅酸铝钠（NaAlSi3O8）、磷酸钙（Ca3（PO4）2）三种沉淀，还可能产生很少量的其他次要的化学产物，与这三种主要化学产物相比可忽略不计。

（2）化学效应压损试验，以测量化学效应对地坑滤网压损的影响：在上面分析的基础上，美国压水堆业主联合会使用该分析数据作为试验输入进行压损试验，采用比例试验模型，模拟核电厂事故后的情景、核电厂环境条件等参数，将事故后产生的碎片加入至完整的化学效应影响试验回路，并逐步添加化学试剂以模拟化学效应生成物的沉淀，运行30天并进行压损测量。

2.2 国内某研究院的试验

国内某研究院基本上是在由完整的化学效应影响试验所总结出的西屋技术文件WCAP-16530［8］的基础上开展地坑滤网化学效应研究的，采用该分析方法确定国内某典型核电厂冷却剂丧失环境中的化学产生物的种类和数量，得出主要产物为硅铝酸钠，最大可能获得的化学沉淀物量（硅酸铝钠）为52.7 kg，在该类条件下，冷却剂丧失事故后30天内安全壳所能释放的Al元素浓度为3.73 ppm。以此为前提，该研究院也具体开展了一些针对硅酸铝钠的沉降速率、化学条件对硅酸铝钠溶解的影响以及不同pH和温度下化学效应现象等方面的前期试验研究以及针对典型电厂的化学效应综合试验研究。在前期试验中参考国外的相关研究结论［10］，进行了以下几个化学效应机理研究：

（1）硅酸铝钠的沉降速率试验，得出结论：硅酸铝钠沉淀的沉降速率较快，在产生后60m in内基本可以完全沉淀下来。

（2）在不同的硼酸环境和不同的添加顺序上研究硅酸铝钠溶液的沉淀特性试验，试验得出结论：在硼酸环境下，在Si、A l浓度分别是分析最高值106.7ppm和34 ppm各5倍以上才能生成沉淀。

（3）不同pH和温度下硅酸铝钠溶解度试验，采用加硼酸2300 ppm，Si和A l浓度分别是106.7 ppm、34 ppm的6倍进行试验。一共进行4个pH（7.7、8.7、9.7、10.7）、5个温度（45℃、55℃、75℃、85℃、95℃）的硅酸铝钠沉淀物溶解度特性试验。试验结果是：不同pH试验条件下，总体沉淀时间小于24 h时；pH=8.7有分层，上部液体浑浊；其他pH条件下分层和沉淀清晰；总体沉淀时间大于96h时，所有pH值条件下分层且沉淀清晰；在温度固定的情况下，随着pH值的上升，硅酸铝钠的溶解度下降。

根据前期试验结果可以推论，在国内典型核电厂事故后，在温度60℃，pH值为8.7～9.7之间的条件下，Al的溶解度在4 ppm～8 ppm之间，Al浓度低于4 ppm时不会产生沉淀。

在以上前期试验的基础上，该研究院开展了化学效应综合试验，试验回路如下：

图1 化学效应的综合试验回路流程图Fig.1 Diagram of chemicaleffects integrate test

化学效应的综合试验的目的主要是针对国内某典型核电厂的特定条件，实际测量化学效应对地坑滤网压损的影响。在试验中采用上游分析的结果，按照实体体积一致的原则配备试验输入的碎片，采用特定含有特定介质元素且与核电厂实际一致的溶液，如硼浓度2 300 ppm、Si浓度106.7 ppm，室温下通过添加氢氧化钠调节溶液的pH值为9.7；然后回路加热到86℃，稳定后分两次向试验回路添加Al的当量替代物——九水合硝酸铝溶液来模拟事故后产生的铝元素含量。

在试验过程中除了对滤网压降、pH值和温度进行监测外，每24h对回路进行取样，监测回路中Si、Al浓度，结果如图2所示。Si元素浓度呈增长趋势，这是由于玻璃纤维中Si元素在碱性介质中不断析出的结果；Al元素由于两次加药在初始阶段迅速增加，随后逐步下降，试验结束时浓度小于0.1 ppm，可以认为形成沉淀物附着在滤床上。

图2 Al、Si元素的变化曲线Fig.2 Aland Sievolution

2.3 美国完整的化学效应影响试验与国内研究院试验方案的比较

综上，美国完整的化学效应影响试验方案着重于化学效应的机理性研究，探索在不同化学条件下不同化学产物和化学沉淀物的特性，在此基础上对特定核电厂的化学效应研究提供一般性的指导。

国内某研究院针对地坑滤网化学效应的试验是建立完整的化学效应影响试验的基础上，借用完整的化学效应影响试验的研究成果，虽然在某些方面也进行了一些机理性的研究，但总体而言，在碎片种类、溶液环境等方面的试验条件上比较单一，针对性更强，试验环境代表国内某典型核电厂冷却剂丧失事故后的最恶劣工况。同时在综合试验方案中采用添加计算分析浓度的铝盐溶液来模拟事故后产生的铝含量，考虑到化学效应产物具有一段时间效应，因此在这方面更为保守，该试验方案总体上符合美国压水堆业主联合会的相关要求，但仅针对特定典型核电厂。

3 国内方案的适应性分析

国内方案较多地借助了国外的研究成果，但就台架试验而言，采用上游分析出的纤维和颗粒碎片量，按照等实体体积法，添加一定数量分布的纤维和颗粒碎片到试验回路中。试验在以下几个方面注重与特定核电厂相关条件的适应性。

3.1 化学条件的模拟

参考文件WCAP-16530-NP提供的分析方法，可确定特定核电厂冷却剂丧失环境中的化学产生物的种类和数量。该分析方法是国际上通行的方法，美国A lion公司对岭澳二期核电厂的分析以及TRANSCO公司对秦二扩核电厂的分析都是采用该方法，并且分析结果具有一定的相符性。

经计算，国内某典型核电厂冷却剂丧失事故后30天内安全壳所能释放的硅铝酸钠52.7 kg，A l元素浓度为3.73 ppm，Si元素浓度为106.6 ppm。为了获得保守的试验结果，该典型核电厂地坑滤网化学效应试验采用该情况的计算分析结果作为试验的输入。

试验中对于其他化学条件通过添加化学试剂（如硼酸、氢氧化钠）来实现，如试验初始阶段应保证硼浓度在2300ppm，室温下氢氧化钠调节溶液pH值为9.7。而对化学条件的模拟是人为地添加溶解铝（九水合硝酸铝溶液），保守地考虑了化学反应后生成的铝溶液。对铝浓度而言，具有较大的保守性。

3.2 试验过程温度的控制

由于核电厂事故初期地坑流体温度变化十分剧烈，在试验中难以准确模拟；试验回路处于常压状态，温度过高会对设备的可靠性造成冲击，回路流量也难以稳定。该试验方案中对试验过程回路的温度控制，高温阶段采用86℃代替86℃及以上的温度变化，试验过程中选取了3个温度台阶作为试验回路的温度控制（如图3所示）。且考虑到试验过程中添加足量的Al的替代物，沉淀物的溶解度随温度的降低而降低（即低温下沉淀物更易析出），因此可以认为试验采用该方案是足够保守的。

图3 试验温度台阶和事故后地坑水温变化曲线Fig.3 Test tem p step and actual sum p tem p evolution after LOCA

因此，该试验基本模拟了事故后安全壳内核电厂特定溶液条件及温度变化情况。

3.3 试验物理碎片的用量及其处理

地坑过滤器化学效应试验物理碎片主要分为两大类：纤维碎片和颗粒碎片。地坑滤网化学效应试验中物理碎片量采用国内某90万kW核电厂安全壳地坑过滤器技术规格书上游分析结果的碎片量（可以作为国内典型机组的代表）计算传输到地坑滤网的纤维碎片质量、纤维实体体积、细颗粒碎片总质量和细颗粒碎片实体体积，同时考虑潜在污垢/尘土碎片的总质量和总体积。

根据NUREG/CR-6224［9］，对于不同种类的纤维碎片，替代纤维碎片的数量是依据等实体体积法进行计算的，目的是保证试验时堆积在试验滤网上的碎片空隙率与上游分析一致。根据NUREG/CR-6808［10］，为保守起见，化学效应试验用的纤维碎片主要考虑采用2种碎片——松散连接、单根纤维长度小于1英寸的细纤维碎片和典型尺寸为1.5英寸，较松散连接且具有少量初始形态的粗纤维碎片。为了使纤维和颗粒碎片在滤网表面尽可能分布均匀，纤维碎片采取保守的处理方式，即细纤维和粗纤维碎片均切割成很细小的纤维碎片。

颗粒碎片引起的密实度对滤床压损的影响最大，替代颗粒碎片的数量也是通过等实体体积法计算的，计算过程与纤维状碎片替代计算相同。而对于颗粒碎片的处理，化学效应试验采用的细颗粒替代碎片高纯二氧化硅平均微观直径为10μm，在1μm～100μm之间分布。化学效应试验采用的潜在污垢/尘土替代碎片在微观直径的大小和分布上是参照GSI-191SERAppendix V［11］的规定进行处理的。该文件规定颗粒微观尺寸分布配制的替代碎片的微观尺寸的分布如下表所示。

表2 潜在污垢/尘土替代碎片Table 2 latent dir t/dustsubstitute debris

3.4 确定试验滤网的有效过滤面积

地坑滤网化学效应试验台过滤单元采用某核电厂正在使用的圆筒形结构不锈钢滤网，试验过程中使纤维和颗粒碎片等均布在圆筒形滤网上，使试验结果达到最保守情况。根据试验回路透明管段内径，扣除管段上滤网边缘区域设置的实体环面固定支撑，计算滤网有效过滤面积。

该面积与实际核电厂单列地坑滤网总有效过滤面积之比作为试验的比例因子。

3.5 试验回路容积的计算

根据NUREG/CR-6224报告，事故后当地坑过滤器滤网表面均匀分布物理碎片及化学产物时，地坑滤网经受最苛刻的工况。对于化学产物而言，假设其均匀分布在安全壳再循环流体中，在长期再循环过程中逐渐附着到滤网上，则地坑滤网单位过滤面积对应的流体体积是定值，即对应的化学产物量为定值。试验回路的容积试验按照地坑过滤器有效过滤面积与事故后安全壳内流体体积的比例进行计算，计算得到的试验回路体积为最小设计容积。

3.6 试验小结

从以上几个方面可以看出，试验回路较准确地模拟了核电厂安全壳内长期再循环过程，试验能够反映典型事故后各种物理碎片（保温纤维及颗粒碎片）逐渐积累在地坑过滤器滤网表面以及在高温、碱性环境中保温纤维、颗粒碎片及结构材料等的化学腐蚀产物对地坑滤网性能的影响。试验方案总体上能够保证试验与核电厂实际情况的相符性，与国际上相关文件要求一致，比较保守地模拟了国内某典型核电厂地坑事故后的化学环境，因此本试验方案用来作为化学效应的评价。

4 国内试验结论和相关建议

国内某设计院的化学效应综合试验周期为30天，试验运行一段时间后在碎片床上可以观察到沉淀物的析出，碎片床在试验过程中被明显压缩。添加硝酸铝的操作未引起滤网上压损的明显变化，降低回路温度操作使滤网上压损出现相对较明显的增加，温度稳定在67℃滤网上的压损随时间缓慢增加，但增幅很小。试验结果如下图所示。

图4 压损-流量曲线Fig.4 Head loss and flux versus tim e

图5 压损-温度曲线Fig.5 Head lossand tem p versus time

试验初期通过两次添加铝盐溶液的方式进行化学条件模拟，通过对试验回路取样，将回路溶液进行光谱仪（ICP）检测，发现铝浓度逐渐下降，而Si浓度逐渐上升（如图2所示），说明铝盐生成沉淀，附着在滤网，但没有对滤网压降产生影响。

试验的结果反映了对于国内某典型核电厂，采用了新型的滤网设计后，化学效应没有造成明显的地坑滤网压降上升，因此不会对安注系统和安喷系统的可靠性构成影响。这一点也是与国外某研究院针对国内某新建机组所做相关试验的结果是一致的。

通过本文第三部分的分析可知，该试验方案借鉴了包括WCAP-16530［8］和NUREG/CR-6224［9］等文献中推荐的分析方法，并且试验前在地坑溶液中添加了经过分析计算的一定量的九水合硝酸铝溶液，同时前期试验验证了铝及硅离子的浓度和主要化学沉淀物是铝硅酸钠，因此比国外试验能够更保守和更准确地反映了事故后化学效应对滤网压降的实际影响。该试验是国内首次针对核电厂地坑滤网化学效应的试验，在试验方法和结论推导上做出了一定的探索，为地坑滤网的设计改进完成了复核和验证，进一步提升了核电厂的安全水平。

但是，考虑到国外一些早期的核电厂在应用同样的WCAP-16530［8］方法时已经发现，由于该方法过于保守，采用该方法得出的滤网压头损失太高。而本试验方案中添加的铝盐浓度是经过计算分析得出的，因为从法国引进的国内某典型核电厂大大减少了安全壳内铝的用量，因此总体铝盐浓度较小，化学产物少。本方案的试验结果基本上没有发现化学效应产生明显的压降变化，甚至得出硅酸铝钠沉淀的生成和滤网上压损的增加没有明显的相关性，得出的结论与国外保守的研究结果不一致。因此建议从科学角度进一步的保守考虑，建议未来从铝浓度、温度等方面进一步深入分析和开展试验，包括铝盐浓度论证分析的合理性、温度台阶的进一步考虑以及开展其他研究性的试验。

地坑滤网化学效应是核电厂安全地坑滤网效应分析的一个环节［12］，其对下游效应的其他部分的影响，需在未来研究中继续深入。

我国针对现有核电厂已开展了大量的地坑滤网的研究，并取得一定的成果［13］。在上游分析的基础上，绝大部分运行的核电厂已经完成了相关的现场改造工作，正逐步开展化学效应和下游效应的研究。同时国际上对此也有较为成熟的研究［14］。未来针对新型核电设计，如AP1000型核电厂［15］、EPR核电厂以及我国自主研发的华龙一号等核电堆型，还有待于进一步深入研究。

［1］NRC.Sumps for Emergency Core Cooling and Containment Spray Systems［S］.Washington DC：NRC，2003.

［2］NEI.PressurizedWaterReactorSump Performance Evaluation M ethodology［S］.Washington DC：NEI，2004.

［3］NRC.Technical Assessment：Parametric Evaluations for Pressurized Water Reactor Recirculation Sump Performance of GSI-191［S］.Washington DC：NRC，2002.

［4］国家核安全局.关于开展运行核电厂安全壳地坑滤网改造的通知［Z］.国家核安全局，2012.

［5］国家核安全局.关于批准秦山核电厂安全壳厂房地坑滤网修改的通知［Z］.国家核安全局，2013.

［6］张庆华，李春，刘宇，等.压水堆核电厂地坑滤网下游效应问题的解决方案［J］.核安全，2011（3）：69-72.

［7］NRC.Generic Letter 04-02，Potential Impact of Debris Blockage on Emergency Recirculation during Design Basis Accidents at Pressurized-Water Reactors［S］.Washington DC：NRC，2004.

［8］Westinghouse.Evaluation of Post-Accident Chemical Effects in SupportofGSI-191［Z］.Westinghouse，2006.

［9］NRC.Parametric Study of the Potential for BWR ECCS Strainer Blockage Due to LOCA Generated Debris［S］. Washington DC：NRC，2004.

［10］U.S.NRC.LA-UR-03-0880，Know ledge Base for the Effect of Debris on Pressurized W ater Reactor Emergency Core Cooling Sump Performance［S］.Washington DC：NRC，2003.

［11］U.S.NRC.GSI-191 Technical Assessment：Parametric Evaluations for Pressurized Water Reactor Recirculation Sump Performance［S］.Washington DC：NRC，2002.

［12］刘宇，张庆华，李春.国内核电厂安全壳地坑滤网设计改进考虑［J］.核安全，2009（2）：55-56.

［13］李春，张庆华，刘宇.核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题研究进展与现状［J］.核安全，2008（4）：47-48.

［14］NRC.Integrated Chem ical Effects Test Project： Consolidated Data Report［R］.Washinton DC：NRC 2012.

［15］李春，张庆华，常猛，等.先进压水堆核电厂安全壳地坑滤网设计［J］.核安全，2012（1）：61-64.

Experiment Study on Chem icalEffects in Containment Sum p Fluids

LIU Zejun，ZHANGChi，LIUYu，ZHAODanni
（Nuclearand Radiation safety center，MEP，Beijing100082，China）

From thenecessity ofnuclearpowerplantcontainmentsump filter chem icaleffect research，the article introduces the recent related researchesabroad，then comparesa domestic institute testscheme fora domestic unit in sump filter chem ical effectand correlation schemes on the international.Inmany aspects，the article analyze the adaptability of the testand the nuclear power plant，and drawsa positive conclusions on thetest.Finally theoptim ization suggestionson the laterwork areputforward.

sump filter；chem icaleffects；experimentaldesign；nuclearpower plants；nuclearsafety

TL375.6

：A

：1672-5360（2015）02-0035-07

2015-01-13

2015-02-27

大型压水堆及高温气冷堆核电站国家科技重大专项之CAP1400安全评审技术及独立验证试验，项目编号2011ZX 06002-010

刘泽军（1970－），男，湖北孝感人，高级工程师，核科学与工程专业，现主要从事新建核电厂安全审评工作

*通讯作者：张 弛，E-mail：zhangchi@chinansc.cn